本书以压水堆核动力装置作为主要对象，介绍热工水力的基本概念、基本理论和计算、分析方法。全书共11章，包括核能与反应堆发展概况、热工水力分析的任务，堆芯材料和热源分布，热工水力学的理论基础，反应堆内稳态与正常瞬态热工分析，蒸汽发生器和稳压器的热工分析，核动力装置内的水力分析，反应堆稳态及正常瞬态热工设计和分析，海洋和机动条件下流动和换热，以及核动力装置热工水力计算分析工具等。

本书比较全面地介绍了当今世界上的先进核反应堆，不仅包括先进水冷堆、先进气冷堆、先进液态金属冷却的反应堆和先进液体燃料反应堆，还包括空间堆、裂变-聚变堆和加速器驱动的次临界堆等新概念反应堆；以第三代和第四代核反应堆为主，介绍了目前世界各国正在研究的一些新概念反应堆；介绍了这些反应堆的基本原理、结构特点、运行特性和安全特性等。书中选用的堆型齐全、内容新颖，充分展现了反应堆技术的**发展。

　　核反应堆是一个将可控的核反应所产生的热量引出做功，或者直接利用其热能实现其他用途的系统。该过程涉及燃料元件内的导热过程、冷却剂中包括沸腾在内的对流传热过程，以及与之相关流动过程的压降特性等问题。《核反应堆热工水力学基础（慕课版）》共6章，主要内容包括动力堆的热工水力特征和设计准则、反应堆释热和燃料元件的热工分析、冷却剂的传热、反应堆的水力分析、堆芯稳态热工分析及堆芯瞬态热工分析等，每章附有思考题和习题。全书内容力求精简，讲求从设计者的视角来观察反应堆热工水力分析的问题。
　　《核反应堆

本书分十一章，内容包括：核反应堆的核物理基础、中子慢化和慢化能谱、中子扩散理论、多群中子扩散理论、核燃料燃耗与增值等。

　　反应堆热工水力分析在核反应堆工程中起着十分重要的作用。本书在对核反应堆分类、核能系统中的热力过程

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